Seguridad nuclear pasiva es una característica de seguridad de un reactor nuclear que no requiere acciones de un operador o retroalimentación electrónica para apagar en forma segura un reactor nuclear en el caso de que un tipo particular de emergencia (usualmente sobrecalentamiento por resultado de una pérdida de refrigerante o un corte del flujo de refrigeración) ocurra. Tal tipo de reactores tienden a confiar más en la ingeniera de componentes diseñados de tal forma que el comportamiento pronosticado de acuerdo a las leyes conocidas de la física desacelerarán, más que acelerar, la reacción nuclear cuando se dé un incidente del tipo mencionado anteriormente. Esto es en contraste de algunos diseños de reactor más antiguos, donde la tendencia natural es hacia la aceleración de la reacción nuclear como resultado del incremento de la temperatura, de tal forma que se requería una retroalimentación electrónica o la intervención de un operador para prevenir el daño al reactor.
Terminología Llamar a un reactor 'pasivamente seguro' es más una descripción de la estrategia usada para mantener un grado de seguridad, que una descripción del nivel de seguridad. Si un reactor que emplea sistemas de seguridad pasiva se puede considerar seguro o peligroso dependerá de los criterios usados para evaluar el nivel de seguridad. Dicho esto, los diseño modernos de reactores se han enfocado en incrementar la cantidad de seguridad pasiva, y así la mayor parte de los diseños pasivamente seguros incorporan sistemas de seguridad tanto activos como pasivos, haciéndolos substancialmente más seguros que las instalaciones más antiguas. De estos diseños se puede decir que son relativamente seguros cuando se les compara con los diseños previos.
Los fabricantes de reactores prefieren llamar a sus reactores de nueva generación pasivamente seguro pero este término algunas veces se confunde con inherente seguro en la percepción del público. Es muy importante comprender que no existen reactores pasivamente seguros ni sistemas pasivamente seguros, solo existen componentes de sistemas de seguridad pasivamente seguros. Los sistemas de seguridad son usados para mantener el control de la central si se desvía fuera de las condiciones normales en el caso ocurrencias operacionales anticipadas o de accidentes, mientras que los sistemas de control son usados para operar la central bajo condiciones normales. Algunas veces un sistema combina ambas características. La seguridad pasiva se refiere a componentes de sistemas de seguridad, mientras que seguridad inherente se refiere a procesos de los sistemas de control no importando la presencia o ausencia de subsistemas específicos de seguridad.
Como un ejemplo de un sistema de seguridad con componentes de pasivamente seguros, consideremos el contenimiento de un reactor nuclear. Los componentes pasivamente seguros son las murallas de concreto y el revestimiento de acero, pero para que estos componentes puedan cumplir con su misión tienen que operar sistemas activos, por ejemplo, válvulas que aseguren el cierre de las tuberías que llevan hacia el exterior del contenimiento, retroalimenten el estado del reactor hacia instrumentos y controles exteriores, que pueden requerir una fuente externa de energía para funcionar.
La Agencia Internacional de Energía Atómica (IAEA) clasifica el grado de seguridad pasiva de los componentes usando una clasificación que va de la letra A a la D dependiendo en lo que no usa el sistema: sin fluido de trabajo móvil sin partes mecánicas móviles sin señales de entrada 'inteligentes' sin entradas o fuentes de energía externas
En la categoría A (1+2+3+4) se encuentra el revestimiento del combustible que no usa ninguna de estas características: siempre se encuentra cerrado y mantiene el combustible y los productos de la fisión al interior y no es abierto hasta que llega a la planta de reprocesamiento. En la categoría B (2+3+4) se encuentra la tubería emergente, que conecta la tubería caliente con el presurizador y ayuda a controlar la presión en el ciclo primario de un reactor de agua a presión y que usa un fluido de trabajo móvil cuando realiza su misión. En la categoría C (3+4) se encuentra el acumulador, que no necesita de una señal de entrada 'inteligente' o de una fuente de energía externa. Una vez que la presión en el circuito de presión primaria cae bajo un nivel de diseño del resorte de las válvulas del acumulador, las válvulas se abren y se inyecta agua en el circuito primario por medio de nitrógeno comprimido. En la categoría D (sólo la característica 4) es el SCRAM que utiliza fluido de trabajo móvil, partes mecánicas móviles y entradas de señal 'inteligentes' pero no fuentes de energía o fuerza externas: las barras de control caen por efecto de la gravedad una vez que ellas son liberadas de su abrazadera magnética. Pero la ingeniería de seguridad nuclear es nunca tan simple: una vez liberada la varilla puede no cumplir con su misión, puede quedar atascada debido a un terremoto o a que las estructuras del núcleo estén deformadas. Esto muestra que lo que se pensaba como un sistema pasivamente seguro y que ha sido apropiadamente accionado, puede no cumplir con su misión. Los ingenieros nucleares han tomado esto en cuenta: normalmente sólo una parte de las varillas son necesarias para apagar al reactor. Muestras de sistemas de seguridad con componentes de seguridad pasiva pueden ser encontrados en casi todas las centrales nucleares: el contenimiento, los hidro-acumuladores en los reactores de agua a presión o los sistemas de supresión de presión en los reactores de agua en ebullición.
En la mayor parte de los textos sobre componentes pasivamente seguros en los reactores de la siguiente generación, el tema clave es que no se necesitan bombas para cumplir con la misión de un sistema de seguridad y que todos los componentes activos (generalmente instrumentos, controles y válvulas) de los sistemas funcionan con la energía eléctrica de baterías.
La IAEA usa explícitamente la siguiente advertencia:
Las propiedades de respuesta del reactor nuclear tales como el coeficiente de temperatura de la reactividad y el coeficiente de vacío de la reactividad usualmente se refieren respectivamente a la respuesta termodinámica y la de cambio de fase del proceso de la transferencia de calor del moderador de neutrones. Se dice de los reactores cuyo proceso de transferencia de calor tienen la propiedad operacional con un coeficiente de vacío de reactividad negativo que poseen un proceso caracterizado por seguridad inherente. Un modo operacional de falla podría potencialmente alterar el proceso para convertir tales reactores en inseguros.
Los reactores podrían ser equipados con un componente de sistema de seguridad hidráulico para que incremente la presión del flujo de entrada del refrigerante (especialmente el agua) en respuesta a un incremento de la presión de salida del moderador y del refrigerante sin la intervención del sistema de control. Tales reactores serían descritos como equipados con un componente de seguridad pasiva que podría - si se diseña de esa forma - colocar al reactor en un coeficiente de vacío negativo de la reactividad, sin importar la propiedad operacional del reactor en que esté instalado. La característica solo trabajaría si responde más rápido que un emergente vacío (vapor) y si los componentes del reactor podrían sostener el incremento de la presión del refrigerante. Un reactor equipado con ambos sistemas de seguridad - si están diseñados para interactuar en forma constructiva - es un ejemplo de una traba de seguridad. Modos de fallo operacional más raros podrían convertir a tales características de seguridad en inútiles y ser restadas de la seguridad relativa total del reactor.
Ejemplos de seguridad pasiva en operación Los sistemas de seguridad tradicionales para reactores son activos en el sentido de que ellos requieren operación eléctrica o mecánica de los sistemas de comando (por ejemplo, bombas de agua de alta presión). Pero algunos sistemas de reactores ideados operan enteramente en forma pasiva, por ejemplo, usando válvulas de alivio de presión para manejar la sobrepresión. Pero aún se requieren de sistemas redundantes paralelos. La seguridad inherente y pasiva combinada depende solo de los fenómenos físicos tales como los diferenciales de presión, convección, gravedad o la respuesta natural de los materiales a las altas temperaturas para desacelerar o apagar la reacción, no en el funcionamiento de componentes diseñados tales como bombas de agua de alta presión.
Los actuales reactores de agua presurizada y reactores de agua en ebullición son sistemas que han sido diseñados con una clase de característica de seguridad pasiva. En el caso de una condición de potencia excesiva, cuando el agua en el núcleo del reactor nuclear hierve, se forman bolsillos de vapor. Estos vacíos de vapor moderan menos neutrones, causando que el nivel de potencia al interior del reactor disminuya. Los experimentos BORAX y el accidente de fusión de núcleo SL-1 probaron este principio.
Un diseño de reactor cuyos procesos son inherentemente seguros proporciona un componente de seguridad pasivo durante una condición de falla específica en todos los modos operacionales usualmente es descrito como relativamente a prueba de fallos para esa condición de falla específica. Sin embargo la mayor parte de los actuales reactores refrigerados y moderados por agua, cuando son parados de emergencia, no pueden remover el calor por desintegración y la producción residual de calor sin ambos procesos de transferencia de calor o sin el sistema de refrigeración activo. En otras palabras, mientras que el proceso inherentemente seguro proporciona un componente de seguridad pasiva previniendo el calor excesivo durante el modo operacional "Encendido", el mismo proceso de transferencia de calor inherentemente seguro no proporciona un componente de seguridad pasiva en el modo operacional de Apagado (SCRAM). El accidente de Three Mile Island expuso esta deficiencia de diseño: el reactor y el generador de vapor estaban Apagados pero con la pérdida del refrigerante aún sufrió una fusión de núcleo parcial.Walker, pp. 72-73
Los diseños de tercera generación mejoran los diseños anteriores al incorporar características de seguridad pasiva o inherentehttps://web.archive.org/web/20071019060444/http://www.uic.com.au/nip16.htm que no requieren controles activos o intervención operacional (humana) para evitar los accidentes en el caso de un malfuncionamiento, y pueden descansar en diferenciales de presión, gravedad, convección natural o la respuesta natural de los materiales al ser sometidos a altas temperaturas.
En algunos diseños el núcleo de un reactor reproductor rápido está sumergido en una piscina de metal líquido. Si el reactor se sobrecalienta, la expansión termal del combustible metálico y el revestimiento causan que más neutrones escapen del núcleo, y la reacción en cadena nuclear ya no se puede más. La gran masa de metal líquido también actúa como un disipador de calor capaz de absorber el calor por desintegración del núcleo, incluso si el sistema de refrigeración normal fallara.
El reactor modular de lecho de bolas es un ejemplo de un reactor que exhibe un proceso inherentemente seguro y que también es capaz de proporcionar un componente de seguridad pasiva para todos los modos operacionales. A medida que la temperatura del combustible se eleva, el incremento del ensanchamiento Doppler eleva la probabilidad de que los neutrones sean capturados por los átomos de U-238. Esto reduce las posibilidades de que los neutrones sean capturados por los átomos de U-235 y así inicien una fisión, de esa forma se reduce la potencia de salida del reactor y coloca un límite superior inherente a la temperatura que puede alcanzar el combustible. La geometría y el diseño de las bolas de combustible proporcionan un importante componente de seguridad pasiva.